FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Design requirements for the plasma edge control system in WENDELSTEIN 7-X

Th. Rummel, I. Schoenewolf2001年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractTen normal conducting control coils will be installed inside the plasma vessel of the WENDELSTEIN 7-X (W7-X) stellarator to modify the magnetic configuration at the plasma edge. The aim is to correct small error fields and to distribute the plasma power on the target plates over a wider area (sweeping). If this two functions are to be combined the power supplies have to deliver a direct current with a superimposed alternating current, the first to correct the error fields and the second for the sweeping. The paper describes possible solutions to combine these two main requirements. The main parameters of the power supply will be presented and some points to be taken into account in the design of the control coils are discussed. The synchronisation of the 10 power supplies is performed by a master control system. Requirements for these control system will be pointed out and the final scheme of the control system will be discussed in detail.

日本語訳

WENDELSTEIN 7-X(W7-X)ステラレーターのプラズマ容器内には、プラズマ周辺部の磁場配位を変更するために、10個の通常導電性制御コイルが設置される予定である。その目的は、小さな誤差磁場を補正し、プラズマの熱負荷をターゲットプレート上でより広い領域に分散させること(スイープ)である。これら2つの機能を組み合わせる場合、電源は直流電流に交流電流を重畳して供給する必要がある。直流成分は誤差磁場の補正に、交流成分はスイープに用いられる。本論文では、これら2つの主要な要求を満たすための可能な解決策について述べる。電源の主要パラメータを示し、制御コイルの設計において考慮すべきいくつかの点について議論する。10台の電源の同期は、マスター制御システムによって行われる。この制御システムに対する要求事項を明らかにし、最終的な制御システムの構成について詳細に議論する。

装置

wendelstein-7x中精度(概要文一致)

wiki

Wendelstein
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Design goals and status of the WENDELSTEIN 7-X project

2000Plasma Physics and Controlled Fusion

Status of WENDELSTEIN 7-X construction

2003Nuclear Fusion

Design and construction of WENDELSTEIN 7-X

2001Fusion Engineering and Design

Overview of the preliminary design of the ITER plasma control system

2017Nuclear Fusion

Design and implementation of a model-based hierarchical architecture for plasma shape control in the TCV tokamak

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Turn-key supply for the power supplies of the control coils of wendelstein 7-X experiment

2003Fusion Engineering and Design

Feasibility studies on plasma vertical position control by ex-vessel coils in ITER-like tokamak fusion reactors

1993Fusion Engineering and Design

Power supply of the control coils of Wendelstein 7-X experiment

2001Fusion Engineering and Design

Physics requirements for the ITER plasma control system

2010Fusion Engineering and Design

Chapter 8: Plasma operation and control

2007Nuclear Fusion